LES CONSÉQUENCES DES INSTALLATIONS DE STOCKAGE
DES DÉCHETS NUCLÉAIRES
SUR LA SANTÉ PUBLIQUE ET L’ENVIRONNEMENT
Tome III

Troisième partie : L’évolution souhaitable de l’organisation juridique et institutionnelle *

L’urgence d’une rigueur et d’une exhaustivité accrues dans la gestion des déchets radioactifs *

Conclusion générale *

PROPOSITIONS *

Examen du rapport par l’Office *

GROUPE de TRAVAIL *

Personnalités rencontrées et visites *

Les conséquences des déchets radioactifs sur la santé publique et l’environnement, telles qu’on peut les estimer actuellement, sont selon toute probabilité limitées à court terme. Mais elles sont encore insuffisamment connues à long terme.

Le diagnostic scientifique de l’impact des déchets radioactifs souffre donc de deux incertitudes qui ne peuvent être tenues pour négligeables. Ces restrictions justifient à elles seules une rigueur de plus en plus forte dans la gestion de ces derniers.

Les nouvelles normes qui entreront en vigueur en 2000 après transposition de la directive européenne n° 96/29, correspondent de fait à une meilleure radioprotection. Mais, au-delà de limites d’exposition plus sévères qu’il faudra faire respecter dans la pratique , l’importance nouvelle donnée aux initiatives des exploitants en matière d’optimisation devra avoir comme contrepartie un renforcement des contrôles pratiqués par les autorités de radioprotection.

Par ailleurs, de nouveaux outils de surveillance de la santé publique, en particulier l’Institut de Veille Sanitaire, ont été mis en place et devraient permettre une détection rapprochée des éventuels incidences des déchets radioactifs sur la santé publique.

Encore faut-il, d’une part, que le chapitre des effets de la radioactivité artificielle ne soit pas placé au bas de la liste des priorités de santé publique et, d’autre part, que l’organisation du système institutionnel soit optimale grâce à une mise en concurrence réelle des équipes de recherche.

Par ailleurs, une demande sociale forte s’exprime dans notre pays en faveur d’un réel contrôle de la qualité de l’environnement. La mise en place d’un cadre institutionnel adapté, conjuguant autorité et pluralisme de l’expertise, représente un défi pour les années à venir. De même, il convient que les citoyens soient non seulement associés mais partie prenante au fonctionnement du système de surveillance et de contrôle. La démocratie doit désormais aussi s’affirmer dans des domaines techniques jusqu’ici considérés comme réservés aux experts.

Enfin, sans que soient minimisés les efforts conduits par chacun des exploitants nucléaire pour gérer dans son domaine d’activité ses propres déchets radioactifs, il apparaît clairement que le temps est venu de concevoir une organisation d’ensemble de la gestion des déchets.

Le temps est venu pour que les structures nationales déjà existantes comme le CEA ou l’ANDRA se voient confier un rôle directeur non seulement dans le stockage des déchets radioactifs comme l’a fait la loi du 30 décembre 1991 pour les déchets de haute activité et à vie longue, mais aussi dans l’entreposage de toutes les catégories de déchets.

Seule une telle décision préviendra la dissémination déjà en cours des déchets sur des sites multiples et offrira une solution pour le démantèlement des installations nucléaires dont les masses énormes de déchets se profilent à l’horizon.

En l’an 2000, la France devra faire entrer en vigueur de nouvelles limites de radioprotection qui résultent d’une directive de 1996 de l’Union européenne à adapter en droit interne.

Ce changement a été impulsé en amont par une série de modifications introduites en premier lieu par l’UNSCEAR puis par la CIPR, dans le but d’améliorer la radioprotection des travailleurs du nucléaire et du public.

L’objectif de l’UNSCEAR était d’intégrer de nouveaux résultats scientifiques dans l’appréciation des effets des rayonnements ionisants sur la santé.

La CIPR, dont l’objectif de travail porte sur la protection des travailleurs et du public, entendait, pour sa part, traduire ces nouveaux résultats en termes de limites d’exposition et introduire un changement de philosophie tendant à renforcer le poids des impératifs de santé dans les prises de décision du nucléaire.

La révision des normes de la CIPR selon sa publication de 1990 intitulée CIPR n° 60, est présentée par les différents commentateurs, soit comme un durcissement irréaliste des normes de radioprotection soit comme une avancée majeure dans ce domaine.

M. Claude Birraux, député de Haute-Savoie, au nom de l’Office parlementaire d’évaluation des choix scientifiques et technologiques, a longuement analysé dans son rapport de mars 1996 sur le contrôle de la sûreté et de la sécurité des installations nucléaires, les " fondements scientifiques de la révision des normes de radioprotection ".

La CIPR n° 60, en tout état de cause, s’appuie sur les évaluations des risques élaborées par l’UNSCEAR dans son rapport de 1988. Il est nécessaire d’en exposer les principaux résultats avant d’examiner les recommandations de la CIPR proprement dites.

L’UNSCEAR publie dans son rapport de 1988 une revue exhaustive des études épidémiologiques sur les risques de cancer associés aux expositions externes et internes aux rayonnements ionisants.

La principale étude dont il est rendu compte, porte sur la mortalité pour cause de cancer et sur l’incidence de cette maladie jusqu’en 1987 chez les survivants de Hiroshima et de Nagasaki. Les résultats de cette étude ont permis d’estimer le risque sur la vie entière de mortalité par cancer à la suite d’une exposition à des radiations à faible transfert linéique d’énergie.

Le premier nouveau résultat d’importance de l’UNSCEAR en 1988 est la mise en évidence d’un excès de risque significatif au plan statistique pour les doses comprises entre 0,2 et 0,5 Gray.

En raison de l’effet mécanique de vieillissement de la cohorte des survivants de Hiroshima et de Nagasaki, un plus grand nombre de ceux-ci parviennent à un âge où les cancers radioinduits se déclarent. Il en résulte une puissance statistique accrue des études et la possibilité de mettre en évidence un excès de risque pour des doses faibles à propos desquelles il était impossible de conclure auparavant.

A l’avenir et pour les mêmes raisons, le même phénomène de vieillissement permettra, selon toute vraisemblance, de mettre en évidence des excès de risque significatifs au-dessous de 0,2 Gray.

Par ailleurs, la précision des coefficients de risque est améliorée puisque ceux-ci sont calculés pour 8 organes particuliers (sein, poumon, myélome multiple, ovaire, colon, œsophage, vessie, estomac).

C’est par le calcul que les doses reçues par les survivants ont été établies, en particulier à partir des caractéristiques physiques des bombes atomiques lâchées sur Hiroshima et Nagasaki et à partir de la configuration des sites.

Grâce à une intégration plus complète des différents paramètres d’exposition, ces calculs rétrospectifs se sont affinés au cours du temps.

Les derniers résultats, publiés en 1986, se caractérisent par une réévaluation de la dose due au rayonnement gamma d’un facteur au moins égal à 5 pour Hiroshima, l’estimation restant inchangée pour Nagasaki.

La dose due aux neutrons est quant à elle réduite d’un facteur 3 pour Nagasaki et d’un facteur 10 pour Hiroshima.

Sur un plan méthodologique, par ailleurs, l’UNSCEAR utilise une nouvelle méthode pour la détermination du risque subi par une population exposée.

Si les observations dont on dispose portent sur une cohorte qui n’est pas encore éteinte, il est très difficile de tirer des conclusions sur le risque subi par cette population, puisque, par définition, une partie du risque n’est pas encore exprimée. Ceci est bien évidemment le cas de la cohorte des survivants de Hiroshima et de Nagasaki.

En conséquence, pour contourner cette difficulté qui s’effacera au décès du dernier survivant, l’UNSCEAR a réalisé une projection sur la vie entière en utilisant deux modèles.

Le premier modèle est le modèle dit additif par lequel l’excès de risque demeure constant quel que soit l’âge atteint. Le deuxième modèle est le modèle dit multiplicatif, par lequel l’excès de risque croît avec l’âge atteint. Dans les deux modèles, un traitement particulier est réservé aux individus jeunes à la date des explosions atomiques. La combinaison de ces modèles permet de définir un intervalle de coefficients de risque. Cette démarche semble pertinente pour l’ensemble des observateurs, encore que le modèle multiplicatif ne propose en aucune façon une limite supérieure au risque estimé.

Les résultats des coefficients de risque proposés par l’UNSCEAR pour des doses élevées, sont présentés dans le tableau suivant.

Tableau 1 : Intervalles d’estimation de risque pour des doses élevées, par l’UNSCEAR (1988)

On peut, à définition comparable, comparer les résultats de 1988 de l’UNSCEAR, avec ceux de 1977. On note dans ce cas qu’il y a une multiplication par 1,8 du coefficient de risque, de 1977 à 1988. Une meilleure connaissance des conséquences des rayonnements ionisants sur la santé conduit donc à une réévaluation des risques.

Des intervalles de risque sont aussi proposés dans la même étude pour des doses et des débits de dose faibles dont les effets sont moins importants par hypothèse.

L’UNSCEAR propose à cet égard d’appliquer aux intervalles précédents, un facteur de réduction. Ce facteur de réduction du coefficient de risque sera compris entre 2 et 10, selon l’organe considéré, le niveau de la dose et la valeur du débit de dose.

Depuis son rapport de 1988, l’UNSCEAR a pu étendre la période d’étude de mortalité des survivants de 1987 à 1990. Mais il n’est pas possible, pour le moment, de parfaire les résultats de 1988 sur le risque pour la vie entière. C’est pourquoi seuls ces derniers demeurent utilisables. Quoi qu’il en soit, rien de déterminant, en termes d’observations scientifiques, vient remettre en cause la portée des résultats de 1988.

Les observations scientifiques contribuant à la formulation de la CIPR n° 60 peuvent donc toujours être considérées comme valables.

Le travail de la CIPR prend appui sur les évaluations de risque de l’UNSCEAR et, dans la droite ligne de son objectif de radioprotection, suggère des limites de dose. Ces limites qui forment le point saillant des principales publications de la CIPR, ne doivent pas, néanmoins, occulter la philosophie qui sous-tend chaque grande série de recommandations de la CIPR, et en particulier, la publication n° 60 de 1990.

On trouvera au tableau suivant un résumé des modifications des limites de doses survenues entre 1977 et 1990 dans les propositions de la CIPR.

Tableau 2 : Evolution des limites de doses intervenues entre 1977 et 1990

Pour déterminer ces limites de doses, la CIPR a procédé en deux temps, d’une part en faisant un choix dans l’éventail de valeurs de coefficients de risque proposés par l’ UNSCEAR et d’autre part en adoptant de nouveaux principes en matière d’acceptabilité des risques. Ces limites ne peuvent, au demeurant, être affichées indépendamment du principe d’optimisation qui constitue leur cadre d’application.

A partir d’une analyse critique des publications scientifiques les plus récentes, l’UNSCEAR, on l’a vu, a conclu en 1988 à différentes valeurs de coefficients de risque correspondant à des options méthodologiques distinctes. La CIPR a ainsi pu faire des choix, en privilégiant la plus grande prudence, pour retenir ses propres valeurs de coefficients de risque.

C’est ainsi qu’en premier lieu la CIPR retient le modèle multiplicatif pour l’estimation du coefficient de risque à dose et débit de dose élevés. En second lieu, elle calcule le risque sur la vie entière en tenant des risques spécifiques à chaque classe d’âge. Enfin, en troisième lieu, elle adopte le facteur de réduction le plus faible, soit 2, pour le passage des doses élevées aux doses faibles.

La deuxième étape de la démarche de la CIPR consiste, en complément au choix de ses propres coefficients de risque, à définir un niveau de risque acceptable. L’approche de la CIPR a complètement changé, à cet égard, entre 1977 et 1990.

En effet, en 1977, la CIPR faisait référence aux niveaux de sécurité considérés comme les plus élevés dans l’industrie à cette date, à savoir une mortalité annuelle moyenne due aux risques professionnels inférieure ou égale à 10^-4. La notion sous-jacente était donc celle de l’acceptabilité sociale du risque professionnel en milieu industriel.

En conséquence, en 1977, une limite de dose de 50 mSv par an pour les travailleurs était choisie car elle correspondait dans les faits à une moyenne de 5 mSv par an et par travailleur, soit un risque annuel de cancer mortel de 10^-4.

En 1990, la CIPR décide d’abandonner son approche comparative par référence aux performances des industries les plus avancées, et s’attache à mettre en place une nouvelle notion, celle de l’acceptabilité du risque pour l’individu.

Toute la démarche consiste à fixer d’une part une limite de dose au-dessus de laquelle le risque résiduel devient inacceptable pour la santé de l’individu exposé et d’autre part un niveau d’exposition optimisé en dessous duquel le risque est acceptable et correspond aux meilleurs pratiques d’une industrie nucléaire plaçant la radioprotection au coeur de ses préoccupations. Le schéma ci-dessous présente ces différents concepts.

Figure 1 : Schéma de principe de l’acceptabilité du risque selon la CIPR n° 60

Au-dessus de la limite de dose, le risque résiduel est naturellement considéré comme inacceptable. Entre la limite de dose et le niveau d’exposition optimisé, le risque résiduel ne peut tout juste être considéré que comme tolérable. C’est seulement en dessous du niveau d’exposition optimisé que le risque résiduel est acceptable.

Mais comment fixer le niveau de risque acceptable pour un individu ?

Le raisonnement de la CIPR est le suivant. Le niveau antérieurement fixé pour les travailleurs était de 50 mSv par an. Ceci correspond à une dose efficace de 2,4 Sv pour la vie entière. La perte d’espérance de vie correspondante s’élève à 1,1 année. La probabilité de décès due aux rayonnements ionisants dépasserait 8 % même à un âge avancé. Ces conséquences seraient " jugés excessives pour des activités qui pour la plupart, sont récentes et de ce fait doivent être exemplaires ".

En conséquence, la CIPR estime que la limite d’exposition adéquate pour les travailleurs est de 1 Sv sur la vie entière et de 20 mSv par an en moyenne sur 5 ans.

S’agissant du public, la CIPR estimait en 1977, à la lumière des études sur l’acceptation des risques dans la vie courante, que " le niveau d’acceptabilité pour les risques fatals supportés par le public est d’un ordre de grandeur inférieur à celui déterminé pour les risques professionnels. Sur cette base, un risque compris dans une fourchette de 10^-6 à 10^-5 par an serait vraisemblablement acceptable par toute personne individuelle du public ".

La CIPR fixait alors d’une part une dose limite de 5 mSv par an pour le groupe critique susceptible de recevoir l’équivalent de dose le plus élevé dans la population et d’autre part une dose limite de 1 mSv pour toute personne du public.

En 1990, la CIPR n° 60 abandonne la notion de groupe critique, fait état d’une seule dose limite de 1 mSv par an, considérant au total comme acceptable ce dernier niveau qui, au demeurant, est du même ordre de grandeur que les fluctuations de la radioactivité naturelle.

Comme cadre général d’application des limites de doses qu’elle publie, la CIPR systématise en 1990 le principe d’optimisation comme philosophie sous-jacente de toutes les activités nucléaires : " l’objectif général doit être d’assurer que le niveau des doses individuelles, le nombre des personnes exposées ainsi que la probabilité de subir des expositions quand ces dernières ne sont pas certaines, soient maintenues aussi bas qu’il est raisonnablement possible, compte tenu des facteurs économiques et sociaux ".

En outre, la radioprotection devra faire partie intégrante des contraintes de conception d’une installation ou d’une activité : " le principe d’optimisation est essentiellement lié à la source et devrait d’abord être appliqué lorsqu’on est au stade de conception d’un projet ".

Enfin, des risques d’inégalité entre les individus pourraient résulter du principe d’optimisation.

La CIPR introduit donc la notion de contraintes de doses, correspondant à des restrictions sur la dose individuelle, qui ont une valeur générale et permanente, indépendamment du principe d’optimisation.

Ces contraintes de doses sont en tout état de cause indispensables pour protéger les individus les plus exposés.

Concrètement, pour l’exposition du public, la CIPR recommande le respect d’une contrainte de dose individuelle par source de 0,3 mSv/an. Un groupe critique peut en effet être exposé à plusieurs sources de rayonnements ionisants. Ce cas rare peut se produire, avec une probabilité faible pour une exposition à plus de deux sources.

Il convient donc de prévoir une limite d’exposition par source – soit 0,3 mSv/an, de façon à être sûr que le total sera inférieur à la limite globale. On voit donc que dans ces conditions, la limite de 1 mSv/an perd de son importance.

En 1998, la CIPR publie sous le numéro 77, un texte sur l’application du système de protection radiologique dessiné dans sa publication n°60 pour l’évacuation finale des déchets radioactifs.

Ainsi qu’on l’a vu en première partie la définition des déchets donnée par la CIPR inclut les effluents liquides ou gazeux aussi bien que les matériaux solides.

Deux stratégies existent pour l’évacuation finale des déchets : d’une part la dilution/dispersion, d’autre part la concentration/rétention.

L’objectif principal de la politique de gestion des déchets radioactifs est la protection du public. La CIPR note que la stratégie de dilution/dispersion permet d’avoir l’assurance que les groupes critiques et donc a fortiori la population moyenne, sont protégés sous réserve de phénomènes de reconcentration dans l’environnement. La stratégie de concentration/rétention bénéfice des effets de la décroissance radioactive mais oblige à évaluer les expositions potentielles résultant par exemple d’intrusion ou de rupture des barrières de confinement.

Rappelant ce qu’est une " pratique ", au sens de la CIPR n° 60, c’est-à-dire " une activité délibérée qui augmente le niveau d’exposition ambiant ", la CIPR, la CIPR 77 tire les conséquences du principe de justification pour la gestion des déchets radioactifs.

En particulier, la gestion des déchets radioactifs ne peut être considérée comme une pratique spécifique et doit au contraire être rattachée à la pratique qui produit ces déchets. Le principe de justification doit en conséquence s’appliquer à l’ensemble. Ceci veut dire que dans la mesure où l’on modifie l’aval de la chaîne, le principe de justification oblige à une réévaluation globale. Concrètement, cela veut dire que tout changement dans le mode de gestion des déchets doit voir sa pertinence en matière de radioprotection analysée avec les opérations situées en amont.

Une autre précision apportée par la CIPR n° 77 est sa recommandation de prudence dans l’utilisation des doses collectives, en raison des incertitudes affectant les prévisions de doses collectives pour des périodes de temps supérieures à plusieurs milliers d’années.

En réalité, pour évaluer les effets de l’évacuation sur les générations futures par rapport aux effets d’une évacuation immédiate sur les groupes critiques, la CIPR conseille d’utiliser la méthode des détriments sanitaires en retenant comme critère d’évaluation les doses annuelles individuelles réelles ou potentielles.

La publication n° 60 de la CIPR essuie, depuis sa parution, un ensemble de critiques, dénonçant son laxisme ou plus souvent son irréalisme.

Ces critiques viennent de toute part, pour des motifs divers, à la fois de l’industrie et des milieux médicaux.

Des combats d’arrière garde sont de surcroît engagés pour tenter de contrer l’inscription dans les réglementations européennes des dispositions de la directive n° 96/26 de l’Union européenne qui en reprend les principales dispositions.

Les recommandations de la CIPR n° 60 concernant les travailleurs conduisent à une diminution de la limite annuelle moyenne de dose de 50 à 20 mSv pour les travailleurs.

Cette limite est-elle aussi handicapante pour l’industrie que certains commentateurs veulent bien le souligner ?

En réalité, comme l’a mis en évidence M. Claude Birraux dans son rapport sur le contrôle de la sûreté de mars 1996, il n’en est rien. Si la CIPR avait continué de prendre comme référence les niveaux de sûreté des industries les plus avancées, c’est en réalité à 10 mSv par an qu’il aurait fallu fixer la limite de dose au-dessus de laquelle le risque résiduel est inacceptable pour les travailleurs, puisque l’on a heureusement assisté à une forte diminution du taux d’accident du travail dans l’ensemble de l’industrie et en particulier dans les industries considérées comme les plus sûres.

S’agissant de la limite d’exposition du public, les contempteurs de la CIPR n° 60 font valoir que l’abaissement de la limite de dose est absurde, compte tenu des niveaux de la radioactivité naturelle.

A quoi l’on peut rétorquer en premier lieu que la limite de 1 mSv était déjà présente dans la CIPR n° 26 de 1977, comme on l’a vu précédemment. S’il existait une limite de 5 mSv, celle-ci ne s’appliquait en réalité qu’au groupe critique des individus les plus exposés.

Autre critique : que signifie une limite de dose pour le public de 1 mSv par an, alors que la radioactivité naturelle est souvent décrite comme étant de l’ordre de 2,4 mSv par an ?

En réalité, la réévaluation des coefficients de risque qui ressort des travaux de l’UNSCEAR est un fait établi et incontournable. La CIPR en tient compte comme elle devait le faire.

Avec ces nouveaux coefficients, la probabilité de cancer mortel liée à une exposition de 1 mSv sur la vie entière est désormais de 4.10^-3 selon les données de 1990 contre 10^-3 selon les données de 1977. Pouvait-il y avoir en conséquence entre 1977 et 1990 une diminution de la limite de dose du public ? La réponse est non, bien évidemment.

A cet égard, le principe d’optimisation doit entrer en jeu. La dose efficace moyenne délivrée par les rayonnements cosmiques est de 0,39 mSv/an ; celle délivrée par les rayonnements telluriques atteint 0,46 mSv/an, soit au total 0,85 mSv/an. La dose efficace annuelle, due aux radionucléides naturellement présents dans l’organisme, comme le potassium 40, est de l’ordre de 0,23 mSv/an. Hors le radon, le total atteint donc environ la limite de dose pour le public de 1mSv/an recommandée par la CIPR.

La fixation par la CIPR n° 60 de la dose limite du public à 1 mSv/an a donc une conséquence précise, en vertu du principe d’optimisation. Un objectif en découle, parmi d’autres : il convient de limiter au maximum, à des coûts économiques et sociaux toutefois acceptables, la teneur de l’air et des eaux souterraines en radon.

Réfutant les critiques d’irréalisme des normes de la CIPR n° 60, quelques observateurs dénoncent au contraire le laxisme qu’elle introduirait dans la radioprotection. Est-ce à dire que la CIPR n° 60 représente un recul par rapport aux préconisations antérieures ?

A l’appui de ces dires, certains invoquent en premier lieu, l’abandon de la référence aux niveaux de risque des industries les plus sûres au profit d’un critère d’acceptabilité plus flou et en second lieu, la stabilité de la limite de dose du public, alors que le coefficient de risque a notoirement augmenté.

Ces différentes critiques ne semblent pas, là non plus, pertinentes. La raison en est qu’un principe fondamental, le principe d’optimisation, est mis au centre de la radioprotection.

Pour les expositions professionnelles, ce principe a une portée majeure puisqu’il se résume en la nécessité de définir des processus industriels et des procédures managériales intégrant l’impératif de minimisation des doses auxquelles les travailleurs peuvent être exposés.

Pour les expositions du public, il a pour première conséquence que les pouvoirs publics ne peuvent plus se désintéresser de questions essentielles comme la dose d’exposition supplémentaire apportée par les installations nucléaires en leur voisinage puisque les populations sont déjà en moyenne à la limite supérieure de la dose acceptable. Il a pour deuxième conséquence que la question du radon dans les habitations par exemple ne peut plus être considérée comme négligeable.

On voit donc que la CIPR n° 60 introduit bien un changement presque copernicien dans le domaine de la gestion des risques entraînés non seulement par la radioactivité artificielle mais aussi par la radioactivité naturelle.

Depuis la fin de l’année 1998, le rythme des initiatives dilatoires s’accélère, au fur et à mesure que se rapproche l’échéance de mai 2000 pour l’entrée en vigueur de la directive européenne n° 96/29 qui, au demeurant, reprend les principales conclusions d’une publication, la CIPR n° 60, pourtant connues depuis 1990.

Ces initiatives tentent d’exploiter l’article 32 du traité Euratom qui prévoit que " à la demande de la Commission ou d’un Etat membre, les normes de base peuvent être révisées ou complétées suivant la procédure définie à l’article 31 ".

Parmi les principaux promoteurs de cette offensive perdue d’avance – la France est définitivement engagée vis-à-vis de l’Union européenne, sauf à déclencher une procédure lourde dont elle n’a pas la maîtrise –, il faut citer des sociétés savantes et des groupes de pression dont on ne sait trop pourquoi ils s’aventurent dans un tel combat d’arrière-garde.

Les arguments utilisés ressortissent à deux types.

La première catégorie correspond au souci de ne pas effrayer, par un abaissement de la limite d’exposition au-dessous de la dose correspondant à la radioactivité naturelle, une population qui ne saurait échapper à cette dernière et qui pourrait donc nourrir une grande inquiétude du fait de la révision des normes.

Une telle sollicitude consistant à refuser au public une protection accrue sous le prétexte de ne pas l’inquiéter, est un schéma classique qui ne peut convaincre.

La deuxième catégorie d’arguments correspond à la remise en cause de la courbe dose-effet sans seuil et à l’invocation du mythe du bienfait des faibles doses, c’est-à-dire de l’hormésis.

Pas plus que la première catégorie d’arguments, ces considérations ne sauraient retenir l’attention, en raison sinon du principe de précaution, au moins de la nécessité généralisée de diminuer autant que faire se peut l’impact des activités anthropiques sur l’environnement et la santé publique.

La nouvelle approche de la radioprotection que recommande la CIPR n° 60 ne peut être efficiente qu’à une condition au demeurant essentielle : la présence d’autorités de radioprotection fortes.

Selon la phrase de M. Claude Birraux, " qu’il était simple le temps où l’autorité de radioprotection pouvait limiter son action à vérifier que les limites n’étaient pas dépassées ! Cet heureux temps n’est plus : la CIPR l’a fait s’envoler... ".

Pour que le principe d’optimisation soit mis en jeu à tous les stades de la conception, de la réalisation et de l’exploitation, il faut en effet des institutions ayant une stature suffisante pour intervenir avec succès dans la réglementation et le contrôle, au même titre que les autorités de sûreté.

Ceci devrait avoir une conséquence majeure dans l’organisation de la sûreté nucléaire et de la radioprotection en cours de définition en France. Non seulement il convient de renforcer l’expertise en radioprotection mais il faut aussi un échelon administratif de réglementation et de contrôle, y compris de coercition, aux pouvoirs étendus.

La directive n°96/29 sur la radioprotection est prise en application du traité Euratom, comme les précédentes directives relatives aux normes de base.

Rappelons que le traité du 25 mars 1957 instituant la Communauté européenne de l’énergie atomique (Euratom) indique dans son préambule que " l’énergie nucléaire constitue la ressource essentielle qui assurera le développement et le renouvellement des productions et permettra le progrès des œuvres de paix " mais qu’il est tout de même nécessaire " d’établir les conditions de sécurité qui écarteront les périls pour la vie et la santé des populations ".

Parmi les missions qui lui sont dévolues par l’article 2 du traité, Euratom doit " établir des normes de sécurité uniformes pour la protection sanitaire de la population et des travailleurs et veiller à leur application".

Tableau 3 : Article 30 du traité Euratom

Selon l’article 33, " chaque Etat membre établit les dispositions législatives, réglementaires et administratives propres à assurer le respect des normes de base fixées (...) ".

Deux autres articles présentent une grande importance en matière de répartition des pouvoirs entre les Etats membres et la Commission, dans le domaine de la protection sanitaire. Il s’agit en premier lieu de la responsabilité des mesures de la radioactivité dans l’environnement, visée à l’article 35.

Tableau 4 : Article 35 du traité Euratom

Il s’agit par ailleurs de l’article 37 comportant obligation de déclaration des projets de rejets radioactifs dans l’environnement.

Tableau 5 : Article 37 du traité Euratom

Le traité Euratom dans son article 31 prévoit une procédure précise pour la fixation des normes de base.

Tableau 6 : Article 31 du traité Euratom

Les normes sont élaborées par la Commission après le double avis d’experts désignés par le Comité scientifique et technique et du Comité économique et sociale. Mais elles sont fixées par le Conseil des ministres.

Dans le processus d’élaboration des normes mais aussi dans le résultat terminal, l’influence de la CIPR dépasse de loin celle des instances consultatives dont l’intervention est prévue dans le traité. On trouvera au tableau suivant, les sources des directives sur les normes de base les plus récentes, sources qui sont les publications de la CIPR.

Tableau 7 : correspondance des directives et des publications de la CIPR

Au demeurant, la directive n° 96/29 fait explicitement référence aux travaux de la CIPR dans un considérant selon lequel " du fait de l’évolution des connaissances scientifiques en matière de radioprotection, reflétée notamment par la recommandation n° 60 de la Commission internationale de protection, il convient de réviser les normes de base et d’établir un nouvel instrument juridique ".

La portée de la directive n° 96/29 ne peut se réduire au changement des limites de doses d’exposition, aussi important soit-il. Cette directive introduit en effet des problématiques nouvelles tant aux plans scientifique que technique.

L’une des particularités de la directive n° 96/29 est d’élargir considérablement le champ couvert par les directives précédentes n° 80/836 et 84/467.

Au-delà de la radioprotection des travailleurs et du public dans le cadre d’activités utilisant des sources radioactives pour leurs propriétés, la nouvelle directive porte aussi sur certaines activités professionnelles exposant de façon non négligeable à des sources naturelles de rayonnement et sur les interventions en cas de situations d’urgence radiologique. Elle inclut le cas des travailleurs indépendants.

La directive opère par ailleurs des distinctions plus nettes que les précédentes versions sur certains points importants. C’est ainsi le cas pour les sources naturelles de rayonnement qui sont traitées à part. C’est également le cas pour les notions d’entrée ou de sortie du système.

La directive n° 96/29 réaffirme les principes de base auxquels doivent obéir les systèmes de protection radiologique applicables aux pratiques.

Ces trois principes sont, comme on peut s’y attendre, conformes à ceux énoncés par la CIPR n° 60.

Il s’agit en premier lieu du principe de justification de l’exposition, en vertu duquel toute nouvelle catégorie ou tout nouveau type de pratique entraînant une exposition à des rayonnements ionisants soient, avant leur première adoption ou leur première approbation, " justifiés par leurs avantages économiques, sociaux ou autres par rapport au détriment sanitaire qu’ils sont susceptibles de provoquer " (article 6).

Ce principe est d’une portée considérable. Il ouvre en réalité le champ à toute contestation d’autorisations de rejets qui ne pourraient trouver une justification économique claire. Certes, le chiffrage du détriment sanitaire est complexe, en particulier en l’absence d’études épidémiologiques solides. Mais on peut considérer que ce principe renforce et traduit juridiquement le principe de précaution ainsi que le droit des générations présentes et futures à un environnement sain.

Le deuxième principe est lui aussi fort important, comme l’ont amplement montré les réflexions de la CIPR n° 60 (voir plus haut). Il s’agit du principe d’optimisation. En réalité, la directive ne semble pas tirer avec autant de détails que la CIPR n° 60, toutes les conséquences de ce principe. L’optimisation est même considérée comme un contexte. L’alinéa a) du paragraphe 3 de l’article 6 indique en effet : " Chaque Etat membre veille, en outre, à ce que (...) dans le contexte de l’optimisation, toutes les expositions soient maintenues au niveau le plus faible raisonnablement possible, compte tenu des facteurs économiques et sociaux ".

Le principe ALARA auquel il est implicitement fait référence est un principe qui guide évidemment les opérateurs du nucléaire. Mais, d’un point de vue juridique, l’expression " compte tenu des facteurs économiques et sociaux " n’a pas de contenu. Il semble donc difficile d’estimer qu’une disposition interne à une entreprise du secteur nucléaire contreviendrait au principe d’optimisation par référence à cette notion imprécise.

En outre, la directive, par essence, laisse aux Etats membres le choix de la forme et des moyens pour atteindre le résultat prescrit. Logiquement, elle ne fournit donc aucune norme concernant l’organisation des institutions chargées de la radioprotection. L’esprit de la CIPR n° 60 ne trouve donc à ce niveau aucune traduction juridique.

Dans son article 2, la directive n° 96/29 exclut de son champ d’application l’exposition au radon dans les habitations et le niveau naturel du rayonnement. De ce fait, les radionucléides contenus dans l’organisme humain, le rayonnement cosmique régnant au sol et l’exposition en surface aux radionucléides présents dans la croûte terrestre " non perturbée " ne sont pas pris en compte.

Deux remarques doivent être faites à cet égard.

La première est qu’une certaine imprécision est laissée pour ce qui est du rayonnement cosmique. En effet l’article 42 se penche sur la protection du personnel naviguant susceptible de subir une exposition supérieure à 1 mSv par an et appelle les entreprises à prendre des mesures de radioprotection appropriée. On pourrait donc considérer, reconnaissance étant faite de l’importance de ces rayons cosmiques, que la porte est ouverte à une prise en compte pour le public de ces rayonnements en altitude et en particulier dans les transports aériens.

La deuxième remarque est qu’il paraît regrettable que des normes n’aient pas été fixées en ce qui concerne le radon pour les habitations.

Ce sont les nouvelles limites de dose qui semblent constituer l’innovation majeure de la directive n° 96/29. Si d’autres changements importants sont également introduits par cette dernière, il faut néanmoins convenir que les nouvelles normes de base représentent une nouveauté. On trouvera au tableau suivant ces nouvelles valeurs.

Tableau 8 : Limites de doses efficaces figurant dans la directive n° 96/29

Ainsi, par rapport aux directives antérieures n° 80/836 et 84/467, la directive n° 96/29diminue la limite de dose efficace pour les travailleurs exposés de 50 mSv par an à 100 mSv sur 5 années consécutives, à condition que la dose efficace ne dépasse pas 50 mSv au cours d’une année quelconque.

Par ailleurs, pour autant qu’ils respectent la limite de 100 mSv sur 5 années consécutives, les Etats membres peuvent fixer une quantité annuelle. Dans ce cas, la limite de dose efficace serait de 20 mSv par an.

Quant à la limite de dose efficace pour le public, elle passe de 5 mSv à 1 mSv par an. Toutefois, dans des circonstances particulières, une dose plus élevée peut être autorisée pendant une année quelconque, à condition que la moyenne sur 5 années consécutives ne dépasse pas 1 mSv par an.

Compte tenu de la précision des indications données par la directive, il serait évidemment illusoire de spéculer sur une remise en cause des limites prescrites, d’autant que la possibilité de calculer les limites en valeurs moyennes permet une souplesse accrue dans la gestion des expositions.

Les normes de base sont traditionnellement exprimées en limites des doses d’exposition. Or ces valeurs ne sont pas mesurables directement. Il faut donc les traduire dans d’autres grandeurs qui puissent, elles, faire l’objet de mesures en vue des contrôles.

La directive n° 80/836 résolvait cette question d’une manière aisément compréhensible et de surcroît très concrète.

Des limites d’exposition externe étaient fixées pour le corps entier et la peau, et moyennant l’utilisation des facteurs de qualité des rayonnement, il était possible de comparer les mesures issues des dosimètres avec les limites de la réglementation.

Pour les expositions internes, la directive prévoyait en premier lieu l’utilisation de limites secondaires, les limites d’incorporation annuelles pour les différents radioéléments. En second lieu, et pour faciliter encore le respect de la réglementation, des limites dérivées étaient proposées en termes de concentration des radioéléments, dans l’air, dans l’eau et dans les aliments.

La nouvelle directive n° 96/29 rompt avec cette approche concrète. Elle donne en effet une place centrale et exclusive au concept de dose efficace. A cet effet, elle définit des valeurs des facteurs de pondération radiologique pour les rayonnements W_R et des facteurs de pondération tissulaires W_T. Bien entendu, la dose externe et la dose interne sont évaluées séparément.

Pour le calcul de la dose externe, la directive prévoit la séquence suivante : énergie moyenne communiquée par le rayonnement ionisant u dose absorbée à l’organe u dose équivalente par intégration des effets des différents rayonnements u dose efficace par intégration des différents tissus ou organes. La directive recommande les valeurs des profondeurs dans le tissu ou l’organe auxquelles les estimations des énergies doivent être faites.

Pour les expositions internes, la démarche proposée par la directive est nouvelle. Le principe est d’indiquer pour chaque radioélément les valeurs des doses efficaces engagées par unité d’incorporation exprimées en Sv/Bq que l’on multiplie ensuite aux incorporations exprimées en Bq qui représentent l’activité introduite dans le corps.

Ceci vaut aussi bien pour l’ingestion que pour l’inhalation. Il faut remarquer que les valeurs des doses efficaces engagées sont données par groupe d’âge. En outre, la directive introduit pour chaque radioélément des facteurs de transit intestinal pour l’ingestion et des facteurs de rétention pulmonaire pour l’inhalation, facteurs eux aussi variables selon l’âge de l’individu.

Si au plan scientifique cette approche est plus rigoureuse que la précédente, en revanche, elle est moins lisible. Ceci conduit la Commission à indiquer que des limites annuelles d’incorporation peuvent être, le cas échéant, dérivées par calcul des coefficients de dose et des limites de dose correspondantes.

Deux mécanismes fondamentaux mais toutefois optionnels sont proposés par la directive n° 96/29.

Il s’agit en premier lieu de la notion de seuils d’exemption et en second lieu de celle de seuils de libération.

La directive propose au tableau 1 de son annexe I une liste de valeurs d’activités totales en Becquerels et d’activités massiques en kiloBecquerels par kilogramme pour différents radionucléides en dessous desquelles les Etats membres peuvent décider de supprimer l’obligation de déclaration.

Le tableau suivant présente quelques valeurs pour des radionucléides significatifs.

Tableau 9 : Seuils d’exemption pour différents radionucléides

Compte tenu du fait que l’exemption de déclaration peut porter sur un grand nombre de pratiques – production, traitement, détention, stockage, transport –, on conçoit que cette ouverture vers la banalisation de produits soit laissée à l’appréciation des Etats Membres.

Les seuils de libération, quant à eux, sont une autre possibilité donnée par la directive aux Etats membres de fixer des valeurs en concentration d’activité et/ou en activité totale, auxquelles ou en dessous desquelles des substances radioactives soumises à l’obligation de déclaration ou d’autorisation peuvent être dispensées de se conformer aux exigences de la directive.

La question des seuils de libération est particulièrement importante dans le cas des déchets nucléaires d’activité réduite, et en particulier pour les ferrailles ou les gravats générés par le démantèlement des installations nucléaires. Grâce à ce mécanisme, des matériaux pourraient être autorisés à quitter le circuit spécifique et étanche des matières nucléaires pour rentrer sur les marchés traditionnels.

On conçoit bien que cette possibilité soit laissée à l’appréciation des Etats. En réalité, il se pourrait au contraire que les différences de politique mises en œuvre dans les différents Etats posent des problèmes de compatibilité insurmontables, dans la mesure où des matériaux banalisés dans un pays pourraient ultérieurement être transférés dans un autre pays n’appliquant pas de seuils de libération. Une telle difficulté devra probablement être tranchée au niveau communautaire.

Comme l’indiquent les traités de l’Union européenne, les directives arrêtées par le Conseil et la Commission, lient tout Etat membre destinataire quant au résultat à atteindre, tout en laissant aux instances nationales la compétence quant à la forme et aux moyens.

On considèrera donc dans la suite d’une part l’organisation mise en place pour assurer la préparation des textes de transposition de la directive, d’autre part les résultats déjà obtenus et enfin les difficultés qui restent à résoudre.

Pour assurer la transposition de la directive n°96/29 du 13 mai 1996, un comité interministériel de transposition d’une trentaine de personnes a été mis en place le 19 décembre 1996 sous la direction conjointe de la Direction générale de la santé et de la Direction des relations du travail du ministère de l’emploi et de la solidarité.

Le comité interministériel de transposition comprend les ministères suivants : industrie, environnement, transport, défense, agriculture, recherche, intérieur, économie. Il bénéficie également du concours de l’OPRI et de l’IPSN.

Un groupe de pilotage comprenant un représentant de la DGS, de la DRT, de l’OPRI et d’IPSN est chargé de préparer les travaux du comité. Le secrétariat du comité interministériel est assuré par le Bureau de radioprotection de la Direction générale de la Santé.

La directive n° 96/29 est apparue rapidement à l’administration française comme remettant en cause un nombre très important de textes. La solution d’une simple mise à jour a donc été écartée rapidement au profit d’une refonte complète de la réglementation.

Des travaux du comité interministériel, il ressort que cinq textes devront être mis au point selon le schéma ci-après.

Figure 2 : Architecture juridique des textes de transposition

de la directive n°96/29

La solution jusqu’à présent retenue pour la forme juridique des différents textes est celle de cinq décrets. Le débat sur cette question est suffisamment important pour qu’on puisse encore le considérer comme ouvert.

En concurrence avec l’idée de cinq décrets, se trouve l’hypothèse d’une loi établissant les principes de la protection contre les rayonnements, à laquelle renverraient quatre décrets d’application.

Différents arguments juridiques forts appuient cette solution. Le premier est qu’en l’état actuel des choses, les textes actuels relatifs à la protection contre les rayonnements ionisants sont ancrés à la loi n° 61-842 relative à la lutte contre la pollution atmosphérique, à la loi n° 64-1245 relative à la lutte contre la pollution des eaux et aux dispositions législatives des codes de la santé et du travail. Or cet ancrage est considéré fragile par de nombreux juristes.

Par ailleurs, la directive n° 96/29 doit se traduire par des dispositions relatives aux travailleurs indépendants, qui sont du ressort de la loi. Certaines interdictions ou restrictions d’activité ne pourront également être édictées que par ce truchement.

Bien évidemment, les modifications législatives nécessaires pourraient être incluses dans une loi de type DMOS. Mais on peut penser qu’une telle démarche manquerait de solennité et de visibilité.

La date du 13 mai 2000 constitue, selon la directive, un butoir pour l’entrée en vigueur des dispositions législatives, réglementaires et administratives de transposition. Le recours à un texte législatif, avec ses délais incompressibles pourrait sembler contradictoire avec l’urgence qui caractérise désormais le dossier de transposition. En réalité, il conviendrait au contraire de tirer parti des projets actuels en matière nucléaire pour accélérer d’un coup deux processus.

L’absence de texte législatif général sur le nucléaire a été une règle pendant de longues années en France, une situation à laquelle la loi n°91-1381du 30 décembre 1991 relative aux recherches sur la gestion des déchets radioactifs a heureusement mis fin.

Une nouvelle étape doit être franchie avec l’examen début 2000 puis l’adoption du projet de loi relatif à la transparence en matière nucléaire, à la sûreté nucléaire et à la protection contre les rayonnements ionisants.

Ce projet de loi est en cours de finalisation. Il pourrait être opportun d’y inclure les principes généraux de la protection contre les rayonnements ionisants tels qu’ils doivent être transcrits dans notre droit, à partir de la directive n° 96/29.

L’engagement politique fort pris pour le texte relatif à la transparence pourrait accélérer un processus de transposition, dont certains ministères notent qu’il a une tendance fâcheuse à s’enliser.

De surcroît, il serait incompréhensible sur un plan politique de demander au Parlement d’adopter un projet de loi sur la transparence en matière nucléaire, la sûreté nucléaire et la protection contre les rayonnements ionisants, alors qu’au même moment, des décisions fondamentales concernant les principes généraux de la radioprotection seraient prises par décret.

La directive n° 96/29 donne certaines marges d’appréciation aux Etats pour la transcription de ses dispositions en droit interne.

Il ne semble pas opportun de tirer parti de ces marges de manœuvre pour alléger les contraintes de radioprotection.